Évaluation des sources de l’exposition externe
259
4.4 Terme source neutrons des combustibles
en refroidissement
Dans les réacteurs à eau sous pression, le cœur est constitué d’assemblages
de crayons combustibles gainés d’un alliage de zirconium, contenant des pastilles d’oxyde d’uranium (avec de l’uranium enrichi à environ 4 % de
235
U) dit
UOx. Le cœur peut être complété par des combustibles d’oxyde mixte uranium-plutonium (U,Pu)O2, avec une teneur en plutonium de 5 à 10 % : le
MOx.
Les neutrons interagissant avec les noyaux d’uranium ou de plutonium
vont induire des réactions de fission dont les conséquences d’un point de vue
radioprotection ont été données au § 4.3.
Après l’arrêt du réacteur, les combustibles sont en phase de « refroidissement ». Durant cette période, outre la présence des produits de fission, ils
contiennent des actinides, présents d’une part en raison de l’isotopie même des
combustibles (et de leur filiation) et d’autre part en raison des réactions de
captures radiatives (n,γ) (pour lesquelles les sections efficaces sont importantes
aux énergies typiques des réacteurs) et plus marginalement les réactions
(n,2n). La figure 4.11 illustre un cheminement possible des réactions successives pour transmuter de l’
235
U en
244
Cm par des réactions de captures radiatives (n,γ) et des désintégrations β
– successives.
Figure 4.11 – Exemples de voies de formation d’un transuranien : le
244
Cm à partir du
235
U – les flèches obliques symbolisent les désintégrations β
–
, les horizontales les captures
radiatives.
De fait, le nombre de captures radiatives successives dépend essentiellement
du taux de combustion burn-up dans les combustibles : plus le combustible est
« baigné » de neutrons thermiques, et ce pour des durées importantes, plus les
captures radiatives sont favorisées.
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4.4 Terme source neutrons des combustibles
en refroidissement
Dans les réacteurs à eau sous pression, le cœur est constitué d’assemblages
de crayons combustibles gainés d’un alliage de zirconium, contenant des pastilles d’oxyde d’uranium (avec de l’uranium enrichi à environ 4 % de
235
U) dit
UOx. Le cœur peut être complété par des combustibles d’oxyde mixte uranium-plutonium (U,Pu)O2, avec une teneur en plutonium de 5 à 10 % : le
MOx.
Les neutrons interagissant avec les noyaux d’uranium ou de plutonium
vont induire des réactions de fission dont les conséquences d’un point de vue
radioprotection ont été données au § 4.3.
Après l’arrêt du réacteur, les combustibles sont en phase de « refroidissement ». Durant cette période, outre la présence des produits de fission, ils
contiennent des actinides, présents d’une part en raison de l’isotopie même des
combustibles (et de leur filiation) et d’autre part en raison des réactions de
captures radiatives (n,γ) (pour lesquelles les sections efficaces sont importantes
aux énergies typiques des réacteurs) et plus marginalement les réactions
(n,2n). La figure 4.11 illustre un cheminement possible des réactions successives pour transmuter de l’
235
U en
244
Cm par des réactions de captures radiatives (n,γ) et des désintégrations β
– successives.
Figure 4.11 – Exemples de voies de formation d’un transuranien : le
244
Cm à partir du
235
U – les flèches obliques symbolisent les désintégrations β
–
, les horizontales les captures
radiatives.
De fait, le nombre de captures radiatives successives dépend essentiellement
du taux de combustion burn-up dans les combustibles : plus le combustible est
« baigné » de neutrons thermiques, et ce pour des durées importantes, plus les
captures radiatives sont favorisées.